ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR

ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP  FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR

D. T. Sony Tjahyani, Surip Widodo

Bidang Pengkajian dan Analisis Keselamatan Reaktor Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir­BATAN

sonybatan@yahoo.com

ABSTRAK

ANALISIS   DESAIN   ECCS   TERHADAP   FREKUENSI   KERUSAKAN   TERAS  PADA PWR.  Reaktor air tekan (PWR) termasuk salah satu jenis reaktor daya berdasarkan  teknologi teruji. Fitur keselamatan teknis (ESF) merupakan sistem yang penting untuk  keselamatan   dalam   reaktor   daya   (PLTN).   Sistem   tersebut   untuk   mencegah   dan  mengendalikan kecelakaan dasar desain. ECCS (sistem pendinginan teras darurat) adalah  salah   satu   dari   ESF   (fitur   keselamatan   teknis)   yang   digunakan   untuk   memitigasi  kecelakaan  (kerusakan   teras).   Tujuan   dari   makalah   ini   untuk   membandingkan  perkembangan   desain   ECCS   terhadap   penurunan   CDF.   Analisis   dilakukan   dengan  menentukan satu jenis kejadian pemicu selanjutnya disusun rentetan kecelakaan dengan  analisis   pohon   kejadian,   sedangkan   probabilitas   kegagalan   ECCS   ditentukan   dengan  analisis pohon kegagalan. Data kegagalan komponen berdasarkan TECDOC­478 dan data  generik. PWR generasi II, AP­1000, US­EPR and US­APWR digunakan sebagai bahan  studi dalam kajian ini. Dari hasil analisis menunjukkan bahwa perkembangan teknologi  ECCS sangat signifikan untuk mengurangi frekuensi kerusakan teras yaitu mempunyai  faktor penurunan sebesar 3,40 x 10^­4 untuk AP­1000, sebesar 1,19 x 10^­3 untuk US­EPR  dan 2,42 x 10^­3 untuk US­APWR bila dibandingkan dengan PWR generasi II.

Kata kunci: ECCS, Frekuensi Kerusakan Teras, PWR

ABSTRACT

ANALYSIS FOR ECCS DESIGN TO CORE DAMAGE FREQUENCY ON THE PWR. 

Pressurized   water   reactor   (PWR)   is   one   of   power   reactor   type   based   on   provent  technology.  Engineered safety  features (ESF) is important system to safety  for power  reactor (NPP). This system is to prevent and control the design basis accident.  ECCS  (Emergency Core Cooling System) is as one of ESF (Engineered Safety Features) which is  to mitigate accident (core damage). The objective of the paper is to compare ECCS design   development against the CDF reducing. The analysis was carried out by determining a  initiating event type. Furthermore, it is constructed accident sequence by using event tree  analysis,   while   ECCS   failure   probability   is   determined   by   fault   tree   analysis.   The  component failure data is based on TECDOC­478 and generic data. PWR generation II,  AP­1000, US­EPR and US­APWR are used as object of study for this assessment. The   analysis results showed that the technology development of ECCS is very significant to  reduce the core damage frequency. Reducing factor based PWR generation II is 3,40 x 10^­4  for AP­1000, 1,19 x 10^­3 for US­EPR and 2,42 x 10^­3 for US­APWR.

Keywords: ECCS, Core Damage Frequency, PWR

BAB I

PENDAHULUAN

Tingkat keselamatan suatu desain  PLTN   dipertimbangkan   berdasarkan  beberapa   parameter   antara   lain   tekanan  maksimum   sistem   pendingin   reaktor,  temperatur   maksimun   bahan   bakar,   dan  lain­lainnya.   Penyimpangan   dari  parameter  tersebut akan mengarah  pada  suatu   kondisi   yang   disebut   dengan  kerusakan   teras.   Maka   dari   itu,   kondisi  tersebut   dapat   digunakan   sebagai  parameter tingkat keselamatan dari suatu  desain   secara   keseluruhan   dengan  mengacu pada nilai frekuensi kerusakan  teras   (CDF,  Core   Damage   Frequency)  yang digunakan sebagai angka referensi  baik   oleh   pendesain,   pemilik   maupun  badan regulasi.  Kondisi kerusakan teras  tersebut   harus   dianalisis   secara  deterministik maupun probabilistik [1].

Di   dalam   peraturan   pemerintah  No.   43   Tahun   2006   tentang   perizinan  reaktor nuklir [2] tidak secara ekspilisit  mencantumkan   mengenai   CDF,   namun  pada   pasal   12  disebutkan   bahwa  dalam  mengajukan   izin   konstruksi,   maka   PIN  (Pengusaha   Instalasi   Nuklir)   harus  menyampaikan   laporan   analisis  keselamatan   probabilistik   untuk   izin 

reaktor   daya   komersial   (PLTN).   Dalam  laporan   tersebut   salah   satu   parameter  yang   harus   disampaikan   adalah  probabilitas kerusakan teras.

Dalam   peraturan   tersebut   juga  dipersyaratkan   bahwa   PLTN   yang  dibangun di Indonesia harus berdasarkan  teknologi   teruji   (proven   technology). 

Pada   saat   ini,   PLTN   yang   sedang  dibangun   atau   dalam   proses   lisensi   di  dunia   merupakan   PLTN   generasi   III  (III⁺), dimana jenisnya adalah PWR dan  BWR. Namun jika diperhitungkan jumlah  secara kumulatif dari PLTN generasi II,  maka jenis PWR mempunyai prosentasi  yang lebih besar. Penentuan jenis PLTN  yang dibangun tergantung dari beberapa  aspek   antara   lain   tingkat   keselamatan,  ekonomi,   politik,   dan   lain­lainnya. 

Namun   jika   mengacu   secara   statistik,  maka   salah   satu   jenis   PLTN   yang  mempunyai   peluang   untuk   dibangun   di  Indonesia   adalah   PWR   (Pressurized  Water Reactor). Berdasarkan hal tersebut  maka   sangatlah   penting   untuk  menganalisis   frekuensi   kerusakan   teras  untuk PWR.

  Mengacu   pada   NS­R­1   [3] 

disebutkan   bahwa   dalam   desain   PLTN  perlu   diterapkan   konsep   pertahanan  berlapis   dalam   fitur   melekat   (inherent 

features), peralatan dan prosedur. Konsep  tersebut   terdiri   atas   5   level   yang  bertujuan   untuk   5   hal   yaitu:   mencegah  operasi abnormal, mengendalikan operasi  abnormal,  mengendalikan  kecelakaan  di  bawah   dasar   desain,   mengendalikan  kondisi   kecelakaan   parah   serta  memitigasi   konsekuensi   radiologi. 

Tahapan   yang   berhubungan   dengan  kerusakan teras adalah level ke­3, yang  merupakan   kecelakaan   dasar   desain. 

Sebagai   implementasi   untuk   mencegah  hal   tersebut,   maka   desain   PLTN   harus  mempunyai   fitur   keselamatan   teknis  (ESF,  engineered   safety   features).   ESF  ini   selain   berfungsi   untuk   mencegah  kerusakan   teras,   juga   untuk   memitigasi  setelah   terjadi   kecelakaan   dasar   desain. 

ECCS (Emergency Core Cooling System)  merupakan   salah   satu   jenis   ESF   yang  sangat   berpengaruh   terhadap   kerusakan  teras, maka  keandalan  desainnya  sangat  berpengaruh terhadap CDF.

Dalam   kajian   sebelumnya   [4] 

telah dilakukan analisis keandalan ECCS  dengan   menggunakan   diagram   blok  keandalan   (Reliability   Block   Diagram)  yang   hanya   dapat   merepresentasikan  probabilitas   kegagalan   sistem   secara  independen   serta   tidak   dapat  menunjukkan   kejadian   dasar   yang  signifikan,   sehingga   dalam   analisis 

tersebut   belum   dapat   terlihat   kontribusi  desain terhadap kerusakan teras.

Pada   makalah   ini   dilakukan  analisis   kontribusi   perkembangan  teknologi   ECCS   terhadap   frekuensi  kerusakan teras secara probabilistik pada  PWR,   sehingga   dapat   diketahui  perkembangan   desain   ECCS   terhadap  tingkat  keselamatan  tipe PWR. Analisis  dilakukan   analisis   pohon   kejadian   dan  analisis pohon kegagalan. Sebagai kasus  kajian digunakan PWR generasi II dan III  (III⁺),   dalam   hal   ini   yang   digunakan  sebagai generasi III (III⁺) adalah AP­1000  (Advanced   Passive   Pressurized   Water  Reactor­1000,   US­EPR   (US­Evolution  Pressurized   Reactor)   dan   US­APWR  (US­Advanced   Pressurized   Water  Reactor).

PERKEMBANGAN 

TEKNOLOGI DESAIN ECCS

ECCS merupakan salah satu jenis  dari   ESF   (Engineered   Safety   Features)  yang   ditujukan   untuk   memitigasi   teras  pada saat terjadi kecelakaan dasar desain  untuk   memenuhi   5   (lima)   kriteria  penerimaan   [5].   Pertama,   entalphi   rata­

rata   bahan   bakar   secara   radial   tidak  melebihi   batas   yang   ditentukan  (tergantung dari desain reaktor dan burn­

up bahan bakar) untuk setiap lokasi aksial 

pada   setiap   bahan   bakar.   Kriteria   ini  untuk menjamin bahwa integritas bahan  bakar   tetap   dipertahankan   dan   dispersi  energi   bahan   bakar   tidak   menuju  pendingin. Kedua, temperatur kelongsong  bahan   bakar   tidak   melebihi   batas   yang  ditentukan   (1480  ⁰C).   Kritera   ini   untuk  menjamin bahwa tidak terjadi pelelehan  dan  embrittlement  pada   kelongsong. 

Ketiga,   pelelehan   pada   posisi   aksial  untuk   setiap   bahan   bakar   dibatasi. 

Kenyataannya tidak diperbolehkan terjadi  pelelehan   atau   maksimum   10   %  pelelehan dari volume bahan bakar pada  hot   spot.   Kriteria   ini   untuk   menjamin  bahwa   tidak   terjadi   perubahan   volume  dan   lepasan   bahan   radioaktif.   Keempat,  tekanan di dalam pendingin reaktor dan  sistem uap tetap terjaga di bawah batas  yang ditentukan (135 % dari nilai desain  pada   ATWS   (Anticipated   Transient  Without   Scram)   dan   110%   untuk  kecelakaan   dasar   lainnya).   Kriteria   ini  untuk menjamin bahwa integritas struktur  reactor   coolant   boundary  tetap  dipertahankan. Kelima, perhitungan dosis  untuk kecelakaan dasar desain di bawah  batas yang ditentukan.

Dalam PLTN generasi II konsep  desain   awal   ECCS   terdiri   atas   3  subsistem   yaitu:  accumulator,   injeksi  tekanan   tinggi   dan   injeksi   tekanan 

rendah. Fungsi dari  accumulator  adalah  untuk   menginjeksi   air   borat   ke   dalam  bejana   reaktor   pada   saat   tekanan   turun  dengan   cepat.   Sistem   injeksi   tekanan  tinggi   didesain   untuk   menginjeksikan  pendingin   ke  reaktor   pada   saat   tekanan  dalam reaktor masih tinggi. Kondisi ini  terjadi   pada   kejadian   pecahnya   pipa  ukuran kecil.  Sedangkan injeksi tekanan  rendah bekerja untuk mengatasi  kondisi  teras pada saat tekanan reaktor menjadi  rendah. Sistem ini untuk mengatasi pada  saat   terjadi   kejadian   pecahnya   pipa  ukuran   besar.   Namun   dalam  perkembangannya,   desain   tersebut  mengalami modifikasi karena perbedaan  prinsip   kerja   ataupun   perkembangan  teknologi. 

Perbedaan   prinsip   yang   sangat  signifikan   adalah   pada   umumnya  menggunakan sistem aktif diganti dengan  sistem   pasif   seperti   pada   AP1000,  sedangkan   berdasarkan   perkembangan  teknologi   beberapa   sistem   digabung  seperti yang terdapat pada US­EPR dan  US­APWR. 

Salah   satu   desain   yang  menggunakan   sistem   pasif   pada   ECCS  yang   terdapat   pada   AP­1000   sering  disebut   dengan   PXS   (Passive   Core  Cooling   System)   seperti   ditunjukkan  dalam   Gambar   1,   juga   terdiri   atas   3 

subsistem yaitu: accumulator, CMT (core  makeup   tank)  dan  pendinginan   jangka  panjang   menggunakan   IRWST   (In  Containment   Refueling   Water   Storage  Tank).   Ke­3   sub   sistem   tersebut  mempunyai  fungsi  yang   identik   dengan  dengan   ke­3   subsistem   ECCS   yang  terdapat   pada   ECCS   PWR   generasi   II,  hanya tidak memerlukan bantuan pompa  atau   daya   listrik   AC   dari   luar. 

Accumulator  merupakan   tanki   silinder  dengan 85% berisi air borat serta ditekan  dengan   Nitrogen   pada   tekanan   tertentu. 

Apabila   tekanan   dalam   bejana   reaktor  atau sistem pendingin reaktor turun pada  tekanan   tersebut,   maka   katup   cek   akan  membuka,   sehingga   air   dalam   tangki  mengalir   ke   dalam   bejana   reaktor. 

Accumulator  ini   didesain   seperti   pada  PWR generasi II yaitu untuk mengatasi  kondisi   LOCA   ukuran   besar   yang 

menyebabkan  penurunan tekanan  secara  cepat. CMT juga merupakan sebuah tanki  yang   langsung   dihubungkan   dengan  sistem pendingin primer pada sisi dingin  (cold leg) melalui  jalur “kesetimbangan  tekanan”   secara   terbuka.   Jalur  kesetimbangan menuju CMT bagian atas  tanki,   bila   katup   outlet   tertutup,   maka  sistem dalam kondisi statik. Air dari sisi  dingin   pada   sistem   pendingin   primer  mempunyai temperatur yang lebih panas  dari   CMT,   sehingga   mempunyai   gaya  injeksi   akibat  ekspansi  ke  dalam  CMT. 

Bila sisi dingin dipenuhi dengan uap, uap  juga   akan   mempunyai   gaya   untuk  menginjeksi.   Fungsi   dari   sistem   ini  identik   ECCS   PWR   generasi   II   injeksi  tekanan   tinggi   yaitu   untuk   mengatasi  pecahnya   sistem   primer   dengan   ukuran  kecil. 

Gambar 1. ECCS sistem Pasif Pada AP­1000 [6]

IRWST (in­containment refueling  water storage tank) terletak di atas sistem  pendingin   primer   yang   akan   mengalir  secara gravitasi ke dalam bejana reaktor  setelah   sistem   pendingin   primer  mengalami   penurunan   tekanan   melalui  bagian   pipa   yang   pecah   atau   ADS  (Automatic   Depressurization   System). 

Aliran   dipicu   melalui   sinyal  depressurization  yang   mengaktifkan  katup  squib  yang   terbuka.   Katup  squib  adalah   sederetan   katup   cek   pada   jalur  injeksi.   Perbedaan   yang   signifikan  dengan   sistem   aktif   adalah   PXS   tidak  memerlukan   pompa   untuk  menginjeksikan   air   ke   dalam   bejana  reaktor.

Desain   ECCS   yang   berdasarkan  sistem aktif juga mengalami perubahan,  seperti   yang   terjadi   pada   US­EPR   dan  US­APWR,   seperti   ditunjukkan   dalam  Gambar 2 dan 3. Perubahan tersebut tetap  sesuai dengan ke­3 subsistem yang ada di  ECCS PWR generasi II, tetapi beberapa  bagian mengalami penggabungan fungsi. 

Pada   US­EPR   dengan   menghilangkan  sistem injeksi tekanan tinggi, sedangkan  US­APWR menghilangkan sistem injeksi  tekanan   rendah   yang   digabung   dengan  fungsi  accumulator.   Kedua   tipe   PWR  tersebut   tetap   mempertahankan   adanya  accumulator.   Desain   pada   ke­2   tipe  reaktor   tersebut   untuk   meningkatkan  keandalannya   digunakan   prinsip   4   jalur  (train). 

Gambar 2. Sistem ECCS pada US­EPR [7]

Gambar 3. Sistem ECCS pada US­APWR [8]

BAB II METODOLOGI

Metodologi   yang   digunakan  dalam   analisis   ini   diawali   dengan  membuat   pohon   kejadian   (event   tree)  dengan   satu   kejadian   awal   (initiating  event) yang  dipilih,   selanjutnya   disusun  rentetan  kecelakaan  (accident  sequence)  dengan   menekankan   kriteria   sukses  (criteria success) dari sistem ECCS pada  saat   memitigasi.   Dalam   penyusunan  rentetan kecelakaan yang diperhitungkan  hanya   ECCS.   Nilai   kegagalan   setiap  kejadian puncak (top event) dalam pohon  kejadian   ditentukan   dengan   membuat  analisis   pohon   kegagalan   (fault   tree  analysis)   desain   ECCS   untuk   PWR  generasi   II,   AP1000,   US­EPR   dan   US­

APWR. Data kegagalan komponen yang  digunakan   berdasarkan   TECDOC­478  serta beberapa data generik.

BAB III

HASIL DAN PEMBAHASAN

Dari   perhitungan   dan   analisis  menunjukkan   bahwa   secara   umum  kontribusi   perkembangan   desain   ECCS  pada   PWR   generasi   III   (III⁺)  menyebabkan   CDF   semakin   kecil   bila  dibandingkan   dengan   PWR   generasi   II,  seperti ditunjukkan dalam Tabel 1. Tabel  tersebut tidak menunjukkan CDF secara  absolut dari setiap tipe PWR, tetapi hanya  untuk   satu   jenis   kejadian   awal   serta  faktor   mitigasi   hanya   berdasarkan  tindakan   ECCS.   Dalam   penerapannya  untuk   menentukan   CDF   dengan  memperhitungkan   semua   jenis   kejadian  awal   dan   semua   tindakan   mitigasi,  sehingga   faktor   perbandingan   tersebut  kemungkinan juga akan mengecil, namun  tidak akan mendekati 1.

Tabel 1. Hasil Perbandingan CDF Terhadap PWR Generasi II  Berdasarkan Kajian Desain ECCS

Tipe PWR Faktor Perbandingan CDF  terhadap PWR Generasi II

AP­1000 3,40 x 10^­4

US­EPR 1,19 x 10^­3

US­APWR 2,42 x 10^­3

Dari   tabel   tersebut   juga   terlihat   bahwa  penurunan   CDF   untuk   PWR   berjenis  sistem   aktif   (US­EPR   dan   US­APWR)  mempunyai faktor yang relatif sama dan  agak lebih besar bila dibandingkan PWR  berjenis   sistem   pasif   (AP­1000).   Hasil  perhitungan tersebut diperlukan beberapa  koreksi karena tidak lengkapnya diagram  sistem   serta   data   kegagalan   komponen  yang   menggunakan   TECDOC­478. 

Namun   demikian   perhitungan   tersebut  mempunyai kecenderungan mirip dengan  CDF yang diklaim oleh desainernya yaitu  AP­1000 sebesar 5 x 10^­7  /reaktor­tahun,  US­EPR sebesar 1,28 x 10^­6/reaktor­tahun  dan   US­APWR   sebesar   1,2   x   10^­

6/reaktor­tahun.

Dari   analisis   ini   juga  menunjukkan bahwa untuk memperkecil  CDF pada  desain ECCS PWR generasi  III   (III+)   lebih   sederhana   bila  dibandingkan   dengan   PWR   generasi   II. 

Dalam   PWR   generasi   II,   pada   saat  kecelakan   tindakan   operator   masih  diperhitungkan   atau   sistemnya 

mempunyai   konfigurasi   yang   sangat  kompleks.

Dari   analisis   pohon   kegagalan  menunjukkan   bahwa   untuk   PWR  generasi   III   (III⁺)   sebagai   kegagalan  berpenyebab   sama   (common   cause  failure)   dalam   memitigasi   pada   saat  kerusakan   teras   yaitu   cadangan   air   dan  suplai   daya   listrik   untuk   US­EPR   dan  US­APWR,   sedangkan   untuk   AP­1000  hanya   cadangan   air.   Pada   US­EPR   dan  US­APWR untuk memperkecil kegagalan  berpenyebab   sama   digunakan   sistem  listrik   dengan   menggunakan   redundansi  dan prinsip pemisahan yang sangat ketat. 

Sedangkan   untuk   mengatasi   kegagalan  berpenyebab   sama   untuk   cadangan   air  pada generasi III (III⁺) dipasang di dalam  pengungkung   yang   disebut   dengan  IRWST atau RWSP.  Hal ini merupakan  perkembangan   dari   desain   ECCS  generasi   II   yang   dipasang   di   luar  pengungkung.

Dalam   memitigasi   kerusakan  teras,   terlihat   bahwa   desain   ECCS 

berbeda   untuk   setiap   tipe   jenis   PWR. 

Perbedaan   tersebut   berdasarkan  perhitungan   termohidrolik   yang   sangat  cermat.   Namun   secara   pendekatan  kualitatif   dapat   dijelaskan   sebagai  berikut. Konsep desain dari ECCS terdiri  atas   3   subsistem   yaitu:   accumulator,  injeksi   tekanan   tinggi   dan   rendah. 

Accumulator  dan   injeksi   tekanan   tinggi  digunakan   untuk   memitigasi   pada   saat  tekanan   masih   tinggi,   sehingga   dalam  desain   US­EPR   injeksi   tekanan   tinggi  dihilangkan, tetapi diganti dengan injeksi  tekanan   menengah.   Diharapkan   sistem  dapat   bekerja   secara   berurutan   yaitu  setelah   tekanan   agak   menurun,   injeksi  tekanan   menengah   bekerja.   Sebaliknya  untuk   desain   pada   US­APWR   berbeda  yaitu  accumulator  dan   injeksi   tekanan  tinggi  bekerja   secara  bersamaan.   Tetapi  karena   berdasarkan   pengembangan  desain  accumulator,   maka  accumulator  dapat   berfungsi   sebagai   injeksi   tekanan  rendah.  Namun   pada  umumnya  sistem  injeksi   tekanan   rendah   berfungsi   juga  sebagai   sistem   pemindah   panas   sisa  (RHR, residual heat removal), maka pada  US­APWR     sistem   RHR   digabung  dengan sistem penyemprot pengungkung  (CS, Containment Spray) [9].

Persamaan   desain   ECCS   untuk  PWR   generasi   II,   AP­1000,   US­APWR 

dan   US­EPR   adalah  accumulator  diinjeksikan   pada   bagian   sisi   dingin  (cold­leg) sedangkan untuk bagian yang  lain   mengalami   perbedaan   yang  signifikan.   Pada   PWR   generasi   II   baik  sistem   injeksi   tekanan   tinggi   maupun  injeksi   tekanan   rendah   diinjeksikan  melalui sisi panas (hot­leg) maupun sisi  dingin, namun untuk sisi panas dan sisi  dingin   pada   jalur   (train)   yang   berbeda. 

Pada AP­1000, baik  accumulator, CMT,  maupun   RWST   diinjeksikan   melalui  nosel   injeksi   keselamatan.  Dalam   US­

APWR,   sistem   injeksi   tekanan   tinggi  dinjeksikan   melalui   sisi   panas.     Sistem  injeksi   tekanan   rendah   pada   US­EPR  diinjeksikan ke dalam sisi dingin dan sisi  panas, sedangkan sistem injeksi tekanan  menengah (medium) diinjeksikan melalui  sisi   dingin.   Berdasarkan   perubahan  teknologi   desain   ini   akan   terlihat  kontribusinya   dalam   menentukan  frekuensi   kerusakan   teras.   Tentu   saja  perubahan ini tidak hanya mempengaruhi  dalam   perhitungan   secara   deterministik  (yang akan berpengaruh dalam penentuan  kriteria   sukses),   tetapi   juga  mempengaruhi   perhitungan   secara  probabilistik. Karena dalam perhitungan  probabilistik   mempertimbangkan   baik  keandalan   komponen,   sistem   kendali  maupun   tindakan   operator.  Khususnya 

dalam   tindakan   operator,   pada   kondisi  kecelakaan   akan   mempengaruhi  probabilitas   kesalahan   manusia   untuk  kerja   sistem   yang   kompleks. 

Kekompleksan sistem tersebut juga harus  dikaji   mengenai   faktor   yang   bersifat  sebagai   kegagalan   berpenyebab   sama  (common cause failure).

Analisis   perkembangan   desain  ECCS   dalam   memperkecil   CDF  sebaiknya   tidak   hanya   diperhitungkan  secara   probabilistik,   tetapi   hendaknya  juga diperhitungkan secara deterministik. 

Hal ini  disebabkan fenomena  pada saat  kecelakaan   dasar   desain   khususnya  LOCA   mempunyai   karakteristik   yang  sangat   kompleks.   Pada   kondisi   tertentu  dapat   terjadi     ECCS   mempunyai  probabilitas   atau   frekuensi   kegagalan  yang kecil, tetapi tidak dapat menentukan  temperatur   puncak   serta   lamanya   teras  tidak   tergenangi   (uncovery)   sehingga  menimbulkan   kerusakan   teras.   Untuk  analisis   atau   penelitian   lebih   lanjut  sebaiknya   dapat   ditentukan   temperatur  puncak   atau   lamanya   teras   tidak  tergenangi   sebagai   fungsi  frekuensi/probabilitas,   sehingga   dari  analisis   ini   dapat   diketahui   distribusi  frekuensi   yang   dapat   menimbulkan  kerusakan teras.

BAB IV KESIMPULAN

Berdasarkan   analisis   ini  disimpulkan bahwa kontribusi keandalan  dan   perkembangan   teknologi   ECCS  sangat   signifikan   dalam   memperkecil  frekuensi   kerusakan   teras   yaitu  mempunyai   faktor   penurunan   sebesar  3,40 x 10^­4 untuk AP­1000, sebesar 1,19  x   10^­3  untuk   US­EPR   dan   2,42   x   10^­3  untuk   US­APWR   bila   dibandingkan  dengan PWR generasi II.

DAFTAR PUSTAKA

1. INTERNATIONAL   ATOMIC 

ENERGY AGENCY, Safety Assessment  and   Verification   for   Nuclear   Power  Plants, NS­G­1.2, IAEA, 2001. 

2. ­­­­­­­­­­­­­­­,   Perizinan   Reaktor  Nuklir,   Peraturan   Pemerintah   No.43  Tahun 2006.

3. INTERNATIONAL   ATOMIC 

ENERGY AGENCY, Safety of Nuclear  Power   Plants:   Design,   NS­R­1,   IAEA,  2000.

4. D.   T.   Sony   Tjahyani,   Kajian  Tingkat   Keandalan   ECCS   pada   PWR,  Prosiding   Seminar   Nasional  Pengembangan   Energi   Nuklir,   Jakarta,  2008.

5. INTERNATIONAL   ATOMIC  ENERGY AGENCY, Accident Analysis  for   Nuclear   Power   Plants   with  Pressurized Water Reactor, SS­30, IAEA,  2003.

6. ­­­­­­­­­­­­­­­,   The   Westinghouse  AP1000 Advanced Nuclear Power Plant,  Westinghouse, 2003.

7. ­­­­­­­­­­­­­­,   Chapter   6: 

Engineered   Safety   Features,   US   EPR  Final Safety Analysis Report Rev.0.

8. ­­­­­­­­­­­­­­,   US­APWR  Overview,   Mitsubishi   Heavy   Industries,  2007.

9. D.   T.   Sony   Tjahyani,   Analisis  Probabilistik   Modifikasi   Sistem  Pemindah Panas Sisa (RHR) Pada PWR  Maju, Prosiding Seminar Nasional ke­14  Teknologi dan Keselamatan PLTN serta  Fasilitas Nuklir, Bandung, 2008.

Tanya Jawab dan Diskusi

1. Nama Penanya : Haendra Subekti Pertanyaan

   :  

Apa   yang   dimaksud   faktor  penurunan   CDF?   Mohon  diberikan contohnya, yaitu untuk  reaktor   generasi   II   menjadi  generasi III.

Jawaban    :  

Yang   dimaksud   dengan   faktor  penurunan CDF adalah CDF dari  PWR   generasi   III   (III⁺)  dibandingkan dengan CDF PWR  generasi   II.   Dalam   hal   ini   PWR  generasi III (III⁺) adalah AP­1000,  US­APWR   dan   US­EPR   serta  dalam   perhitungan   CDF   hanya  dibatasi pada kehandalan ECCS.

2. Nama Penanya : Yudi Pramono Pertanyaan

   :  

Dengan   perkembangan   teknologi  ECCS,   apakah   saat   ini   perhitungan  faktor   pengurangan   CDF   tersebut  sudah   memenuhi   kriteria   ‘proven  technologi’?.

Jawaban    :  

Saya   kira   sudah   karena  perkembangan teknologi ECCS telah  membuktikan   terhadap   penurunan  CDF.   Artinya,   kecelakaan   dasar  desain semakin kecil terjadinya.